JP2006518036A - Method for measuring the relative amount of burnup of fuel elements of a pebble bed type high temperature reactor (HTR) and apparatus suitable for the method - Google Patents

Method for measuring the relative amount of burnup of fuel elements of a pebble bed type high temperature reactor (HTR) and apparatus suitable for the method Download PDF

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Abstract

A process for measuring the burn-up of a nuclear fuel element involves removing the fuel element (6) from the reactor, and placing it in a measurement position (12). The element is then exposed to a neutron flux (2). A detector is used to determine the quantity of high energy gamma radiation above 1MeV.

Description

この発明は、燃料要素に関する測定方法、特にペブルベッド型高温原子炉（ＨＴＲ）における燃料要素の燃焼度を求めることができる測定方法に関する。   The present invention relates to a measurement method related to a fuel element, and more particularly to a measurement method capable of determining the burnup of a fuel element in a pebble bed type high temperature reactor (HTR).

複数回通過させる運転中のペブルベッド型ＨＴＲ（ＡＶＲやＴＨＴＲなど）の動作時には、新しい燃料要素を投入する場所を確保するために、循環している燃料要素（ＢＥ）の一定割合を循環サイクルから取り除かなければならない。その際、当然のことながら、核燃料の経済性を良くするためには、出来る限り最も燃焼の進んだ燃料要素を取り出すべきである。そのために、個々の循環している燃料要素を、それぞれ測定する。その際、燃焼度に関する尺度となる物理量を測定する。この場合、測定精度を良くするためには、必ずしもこの量の燃焼度に関する比率ではなくて、大きな測定に対する作用と測定量の良好な再現性が重要である。この量にもとづいて、燃料要素を原子炉の炉心に、場合によってはどの炉心ゾーンに移送して戻すか、或いはそれを取り出すかを決定する。   When operating a pebble bed type HTR (AVR, THTR, etc.) that is operating multiple times, a certain percentage of the circulating fuel element (BE) is removed from the circulation cycle in order to secure a place to insert a new fuel element. Must be removed. At that time, as a matter of course, in order to improve the economic efficiency of nuclear fuel, the most burned fuel element should be taken out as much as possible. To that end, each circulating fuel element is measured individually. At that time, a physical quantity serving as a measure for burnup is measured. In this case, in order to improve the measurement accuracy, it is not always the ratio relating to this amount of burnup, but the effect on large measurement and good reproducibility of the measurement amount are important. Based on this quantity, it is determined whether the fuel element is transferred back to the reactor core, and possibly in which core zone, or is removed.

原子炉の炉心内では、燃料要素内において核燃料から核分裂生成物が生じる核分裂反応が起こっている。個々の燃料要素が、その循環において、原子炉の炉心から球体排出管に到達した場合、更なる核分裂反応は起こらない状態にある。しかし、燃料要素内に存在する核分裂生成物は、放射能を持っており、そこからはγ線が放出されている。様々な燃料要素に関して、通常同じ条件下、例えば原子炉の炉心から燃料要素を取り出してから同じ時間後における、これらの燃料要素から放出され、測定されるγ線の全体は、それらの燃焼度と相関関係がある。   In the reactor core, a fission reaction occurs in the fuel element, where fission products are produced from nuclear fuel. If an individual fuel element reaches the sphere discharge tube from the reactor core in its circulation, no further fission reaction takes place. However, fission products present in the fuel element have radioactivity from which gamma rays are emitted. For the various fuel elements, the total gamma rays emitted and measured from these fuel elements, usually under the same conditions, for example the same time after removal of the fuel elements from the reactor core, There is a correlation.

これまで、球形の燃料要素の燃焼度の等級を求めるために、様々な測定方法が使用されてきた。ＡＶＲ（研究用試験炉）では、燃料要素の比較的遅い循環速度（約５００個／日）のために、液体窒素で冷却した半導体検出器を用いて、燃料要素内に存在するＣｓ137 のγ線分光測定が可能である。この測定は、僅かな負担しかかからず、燃焼が進んだ燃料要素では、２０〜４０秒の許容可能な測定時間で、±２％の範囲の測定精度を与える。 In the past, various measurement methods have been used to determine the burnup rating of a spherical fuel element. In the AVR (Research Laboratory Reactor), due to the relatively slow circulation rate of the fuel element (about 500 / day), a γ of Cs 137 present in the fuel element is detected using a semiconductor detector cooled with liquid nitrogen. Line spectroscopic measurement is possible. This measurement is only slightly burdened and gives a measurement accuracy in the range of ± 2% with an acceptable measurement time of 20 to 40 seconds for fuel elements that have advanced combustion.

ジーメンス社のＨＴＲモジュールや南アフリカのＰＢＭＲなどの最新のモジュール式のペブルベッド型動力炉では、ＡＶＲと比べて、循環速度が非常に速く（一日当り約４０００の燃料要素）、球体排出管における燃料要素の緩和時間が比較的短く（約２日）、その結果このＡＶＲの測定方法は、単に利用可能な測定時間が短いために、そのような原子炉にそのままでは転用することはできない。短い測定時間は、必然的に大きな測定誤差に繋がる。しかしながら、ほんの短い燃料要素の緩和時間のために、Ｃｓ137 の線の評価が明らかにより不正確となる事態は、より重大である。Ｃｓ137 の典型的な６６２ｋｅＶ線の評価が、線が近接することによって著しく妨げられるので、寿命の短い核分裂生成物の高い活動度は、Ｃｓ137 のγ線測定に対して非常に妨害を与える形で作用する。それらは、一方では、Ｎｂ97（実効半減期１６．８時間）の強い６５８ｋｅｖ線、Ｂａ140 （半減期１２．８時間）の弱い６６１ｋｅｖ線及びＩ132 （実効半減期７６．３時間）の強い６６８ｋｅｖ線である。従って、測定したＣｓ137 信号を相応に補正するには、通常非常に負担のかかる測定技術が必要である。従って、速い循環は、短い球体排出管とそれによる球形排出管内での短い滞留時間とともに、Ｃｓ測定の再現性を大きく妨げることとなる。それに対する実際の原子炉での具体的な実績は、未だ存在しない。当業者は、達成可能な精度が非常に異なっていると判断している。しかし、共通の見解として、燃焼が進んだ燃料要素では、平均的な誤差が±１０％を下回ることができないものと考えられている。 Modern modular pebble bed power reactors such as the Siemens HTR module and South African PBMR have a much faster circulation rate (approximately 4000 fuel elements per day) than the AVR, and the fuel elements in the spherical discharge pipe The relaxation time is relatively short (about 2 days), and as a result, this AVR measurement method cannot be diverted to such a reactor as it is because the available measurement time is short. Short measurement times inevitably lead to large measurement errors. However, the situation where the evaluation of the Cs 137 line is clearly more inaccurate due to only a short fuel element relaxation time is more serious. Since the evaluation of Cs 137 's typical 662 keV line is significantly hampered by the close proximity of the lines, the high activity of short-lived fission products is a very disturbing form for Cs 137 gamma-ray measurements. Act on. They, on the other hand, have a strong 658 kev line with Nb 97 (effective half-life 16.8 hours), a weak 661 kev line with Ba 140 (half-life 12.8 hours) and a strong I 132 (effective half-life 76.3 hours). It is a 668 kev line. Therefore, in order to correct the measured Cs 137 signal accordingly, a very expensive measurement technique is usually required. Thus, fast circulation greatly hinders the reproducibility of Cs measurement, along with the short sphere discharge tube and thereby the short residence time in the spherical discharge tube. There are no actual results for actual nuclear reactors. Those skilled in the art have determined that the achievable accuracy is very different. However, as a common view, it is considered that the average error cannot fall below ± 10% for fuel elements that have advanced combustion.

従って、相応の当業者の世界では、これに代わって、最新のモジュール式のペブルベッド型動力炉に対して、燃料要素のγ線活動度全体の簡単な測定法が提案されている。しかし、原子炉の炉心内で放射線を浴びた燃料要素のγ線活動度は、炉心から取り出された後でも、大きすぎることのない緩和時間では、寿命の短い核分裂生成物によって支配されている。寿命の長い核分裂生成物の放射線の強度に対する寄与は、実質的に無視することができる。燃焼が進んでいない燃料要素は、原子炉の炉心内で、従ってそれが炉心から出る直前においても、燃焼が進んだ燃料要素よりも高い動力生産能力とそのためより高い（寿命の短い）γ線活動度を有する。燃焼の進んでいない燃料要素と燃焼の進んだ燃料要素間では、測定に対する作用、即ちγ線に関する違いが非常に大きい（燃料要素の緩和時間が平均１ヶ月と比較的長いＡＶＲでは、燃焼の進んでいない燃料要素は、燃焼の進んだ燃料要素よりも依然として約３〜４倍の高いγ線活動度を示す）。この方法は、非常に正確ではないが、非常に簡単に実施できて、異常なまでに速い（測定時間約１秒）。   Accordingly, in the corresponding world of the person skilled in the art, instead of this, a simple method for measuring the overall gamma activity of the fuel element has been proposed for the latest modular pebble bed power reactors. However, the gamma-ray activity of fuel elements exposed to radiation in the reactor core is dominated by short-lived fission products with a relaxation time that is not too great even after removal from the core. The contribution of long-lived fission products to the intensity of radiation is virtually negligible. Unburned fuel elements have higher power production capacity and therefore higher (shorter life) gamma activity in the reactor core and therefore just before it leaves the core Have a degree. The difference in the effect on measurement, that is, the γ-ray, between the fuel element that does not progress and the fuel element that progresses is very large (in the case of AVR with a relatively long relaxation time of 1 month on average, the progress of combustion). Non-fuel elements still exhibit about 3-4 times higher γ-ray activity than burned fuel elements). Although this method is not very accurate, it is very easy to implement and is unusually fast (measurement time about 1 second).

今日、従来技術として、γ線活動度全体とＣｓ137 放射線の測定の組み合わせを考えることができる。この場合、すべての燃料要素に対して、簡単なγ線測定（例えば１秒）を行う。所定の限界値以下のγ線活動度値を有する、燃焼が進んでいると識別された燃料要素に対してのみ、例えば並行して実施しているＣｓ137 測定の終了を待たせる（約１０秒）。Ｃｓ137 測定の評価後に初めて、目的とする（移送して戻す又は回収する）燃料要素が決定される。 Today, as a prior art, a combination of the overall gamma ray activity and the measurement of Cs137 radiation can be considered. In this case, a simple gamma ray measurement (for example, 1 second) is performed for all fuel elements. Only for fuel elements having a γ-ray activity value less than or equal to a predetermined limit value and identified as being advanced in combustion, for example, the end of Cs 137 measurement carried out in parallel is awaited (approximately 10 seconds). ). Only after the evaluation of the Cs 137 measurement is the target fuel element (transferred back or recovered) determined.

しかし、通常Ｃｓ測定のために長い測定時間を許すこととなる、この組み合わせた方法においても、燃焼の進んだ燃料要素に対して、大きな平均誤差を覚悟しなければならない。これに関して、この分野における当業者の評価は、達成可能な精度が±４％〜±２０％であると言われている。   However, even in this combined method, which usually allows a long measurement time for Cs measurement, a large average error must be prepared for the fuel element that has advanced combustion. In this regard, the evaluation of those skilled in the art is said that the achievable accuracy is ± 4% to ± 20%.

この発明の課題は、ペブルベッド型原子炉の循環動作期間中において、燃料要素の短い緩和時間と短い測定時間で、燃料要素の燃焼度に関する尺度を測定することができる、球形の燃料要素に関する測定方法を提供することである。   An object of the present invention is to measure a spherical fuel element that can measure a measure of the burnup of the fuel element with a short relaxation time and a short measurement time of the fuel element during the cycle operation of the pebble bed reactor. Is to provide a method.

更に、この発明の課題は、上記の測定方法を実施するための相応の装置を提示することである。   A further object of the present invention is to present a corresponding device for carrying out the above measuring method.

この発明の課題は、主請求項にもとづく球形の燃料要素の燃焼度を測定する方法、並びに副請求項にもとづく、この方法を実施するための装置によって解決される。この方法及び装置の有利な実施構成は、それぞれの従属請求項で明らかにされている。   The object of the invention is solved by a method for measuring the burn-up of a spherical fuel element according to the main claim and by a device for carrying out this method according to the subclaims. Advantageous implementations of the method and apparatus are specified in the respective dependent claims.

この発明は、球形の燃料要素の燃焼度の絶対値（例えば、％ＦＩＭＡ［初期重金属原子核当りの核分裂数］で）を求める測定方法を示すものではない。更に、この発明は、燃焼が進んでいない燃料要素の燃焼度を検出することを規定するものでもない。これらの燃料要素は、その明らかに大きなγ線活動度のために、簡単なγ線測定によって識別することができる。   The present invention does not show a measurement method for obtaining the absolute value of the burnup of a spherical fuel element (for example,% FIMA [number of fission per initial heavy metal nucleus]). Further, the present invention does not stipulate that the degree of combustion of a fuel element that is not combusting is detected. These fuel elements can be identified by simple gamma measurements due to their apparently large gamma activity.

この新規性及び進歩性のある方法は、とりわけ簡単なγ線測定によって既に燃焼が進んでいるとランク付けされた燃料要素に対して、特に回収可能か否かに関して、その燃焼度の尺度をより詳しく特定するために規定されたものである。   This novel and inventive method provides a better measure of the burnup, especially with regard to whether it is recoverable, especially for fuel elements ranked as already burning by simple gamma measurements. It has been defined to specify in detail.

この発明の対象は、球形の燃料要素の燃焼度に関する尺度を測定する方法であり、前述した方法と同様に、組み合わせた方法と考えられる。原子炉の炉心から取り出した燃料要素に対して、短く簡単なγ線測定を行う。γ線活動度の所定の第一の限界値によって、それにもとづき、測定した燃料要素を燃焼が進んでいない燃料要素と燃焼が進んだ燃料要素とに区分する。燃焼が進んでいると識別された燃料要素に対して、別の測定を行う。この第二の測定は、熱中性子による励起によって、燃料要素内で、より多くの核分裂が起こるほど、燃料要素の燃焼が進んでいないという考えにもとづいている。核分裂反応の間、自発性の硬いγ線が放出される。従って、特に２ＭｅＶを超えるエネルギー領域における、硬いγ線の強度は、同じく燃料要素の燃焼度に関する尺度と見なすことができる。   The object of the present invention is a method for measuring a measure relating to the burnup of a spherical fuel element, and is considered to be a combined method in the same manner as described above. A short and simple gamma ray measurement is performed on the fuel element taken out from the reactor core. Based on a predetermined first limit value of the γ-ray activity, the measured fuel element is classified into a fuel element in which combustion has not progressed and a fuel element in which combustion has progressed. Another measurement is made on the fuel element identified as burning. This second measurement is based on the idea that the combustion of the fuel element has not progressed to the extent that more fission occurs in the fuel element due to excitation by thermal neutrons. During the fission reaction, spontaneous hard gamma rays are emitted. Therefore, the intensity of hard γ rays, especially in the energy region above 2 MeV, can also be regarded as a measure for the burnup of the fuel element.

この場合、この測定方法は、以下の通り進行する。例えば循環系において、燃料要素の球体を、原子炉の炉心から取り出して、測定位置に移送する。そこで、それらを、燃料要素内において核分裂を引き起こす熱中性子束に曝す。核分裂の間に、既に存在する核分裂生成物のγ線活動度以外に、更に所謂自発性の放射線である、硬いγ線が放出されるようになる。この放射線は、平均して核分裂生成物のγ線より高エネルギーである。   In this case, this measurement method proceeds as follows. For example, in a circulatory system, the spheres of fuel elements are removed from the reactor core and transferred to a measurement position. There they are exposed to a thermal neutron flux that causes fission in the fuel element. During fission, hard γ rays, which are so-called spontaneous radiation, are emitted in addition to the γ-ray activity of the fission products already present. This radiation is on average higher energy than the fission product gamma rays.

第一の測定手順では、第一の検出器を用いて、燃料要素のγ線活動度全体を測定する。この測定は、典型的には非常に高速に（約１秒）行われるが、非常に正確なものではない。この測定は、単に検査対象の燃料要素における燃焼度の第一の評価のために行われる。与えられた原子炉に関して、度数分布が安定した後、γ線活動度全体が一定である燃料要素に関する出現率が得られる。それは、燃料要素を原子炉の炉心から取り出した後のどの時点で測定するか等には依存しない。燃焼度が高い燃料要素は、ほんの僅かな核分裂生成物しか持たず、その結果その生成物から放出されるγ線の活動度は小さい。γ線に関する上限値を設定して、それを上回る場合はいずれも測定した燃料要素を原子炉の炉心に戻すようにした場合、燃料要素に対して、一次選択を行い、それによって、とりわけ更に別の測定の終了を待たせるようにすることができる。例えば、この限界値を、すべての測定した燃料要素の中の最大で２０％が、その測定した活動度が限界値を下回るように設定する。この場合、この２０％だけが、有利には並行して進行する第二の測定の終了を待つこととなる。   In the first measurement procedure, the entire gamma ray activity of the fuel element is measured using the first detector. This measurement is typically done very quickly (about 1 second), but is not very accurate. This measurement is simply made for the first assessment of the burnup in the fuel element under inspection. For a given reactor, after the frequency distribution has stabilized, the appearance rate for a fuel element with a constant overall gamma ray activity is obtained. It does not depend on, for example, when the fuel element is measured from the reactor core. A fuel element with a high burnup has only a few fission products, so that the activity of gamma rays emitted from the products is low. If an upper limit is set for γ-rays and any measured fuel element above that is returned to the reactor core, a primary selection is made for the fuel element, thereby further The end of the measurement can be made to wait. For example, this limit value is set so that a maximum of 20% of all measured fuel elements have their measured activity below the limit value. In this case, only 20% will wait for the end of the second measurement, which preferably proceeds in parallel.

この発明による方法の第二の測定手順は、相応の第二の検出器を用いて、燃料要素の硬いγ線だけを検出することである。この場合、この発明による方法は、有利には燃料要素内において核分裂を起こすために、中性子源として、そこに存在する原子炉を使用する。このために適した検出器は、特に高エネルギー、有利には２ＭｅＶを超える放射線を検出することができなければならない。このエネルギーを選択した形の測定には、例えばＮａＩシンチレーション計数管のエネルギー分解能で十分である。また、第二の検出器は、少なくとも１０7 ／秒以上、特に１０8 ／秒以上のγ線全体の計数率で動作可能であることが求められる。 The second measuring procedure of the method according to the invention is to detect only the hard gamma rays of the fuel element using a corresponding second detector. In this case, the method according to the invention advantageously uses the reactor present therein as a neutron source in order to cause fission in the fuel element. A suitable detector for this purpose must be able to detect particularly high energy radiation, preferably more than 2 MeV. The energy resolution of a NaI scintillation counter, for example, is sufficient for a measurement of this energy selected form. Further, the second detector is required to be operable at a counting rate of the entire γ rays of at least 10 7 / second or more, particularly 10 8 / second or more.

燃料要素内での核分裂生成物の短い緩和時間のために、核分裂生成物のγ線活動度は、通常核分裂のγ線活動度を明らかに上回る。硬いγ線の有効信号が、燃料要素の核分裂生成物のそれほど高エネルギーではないγ線活動度の大ききの活動度と大きく重なり合いすぎないようにするために、複数の解決策を個別に、或いは組み合わせて適用することができる。
１．第二の測定手順に対して、非常に高い計数率で動作可能である、即ち非常に良好な時間分解能を有し、従って短い測定時間でも小さい誤差しか持たない検出器を使用するのが有利である。
２．更に、検出器と燃料要素との間に、特にエネルギーに関して高域通過フィルターとして作用する、従って第二の検出器に到達する低エネルギーのγ線を減衰させる作用を有するシールドを配備することによって、高エネルギーの（硬い）γ線とそれほど高エネルギーでないγ線との比率を、硬い放射線が多くなるように補正することができる。そのようなシールドは、例えば鉛フィルターによって実現することができる。
３．第二の測定が特に正確に行えるように、第二の検出器は、有利にはその最適な動作範囲が、ちょうど対象とする（燃焼が進んだ）燃料要素が放出する放射線値となるように調節する。しかし、このことは、不利には、燃焼が進んでいない燃料要素に対する放射線値が、第二の検出器の最適な動作範囲より明きらかに高くなるということを意味する。しかし、第二の検出器が損傷する可能性を回避するために、複数の措置を講じることができる。特に、燃焼が進んでいない燃料要素の測定時に、第二の検出器に負荷がかからないようにするのに適した別のシールドを配備することができる。さもなければ、燃焼が進んでいない燃料要素の測定時に、第二の検出器を無効化するものであり、それは、第一と第二の測定を順番に行うことによって、特に簡単に実現することができる。
４．燃料要素内に励起される核分裂の数は、中性子束（測定フラックス）が増大するのに応じて増加する。従って、出来る限り多くの熱中性子束を燃料要素の測定位置に向けるためには、中性子源として、特に本来の原子炉の炉心が適している。しかし、基本的には、別の中性子源も適している。
５．有利には、測定位置を水で取り囲む。そうすることによって、臨界未満の測定構造の反応度が向上されて、核分裂によって放出された中性子が、出来る限り多く別の核分裂に利用されるようになる。測定対象の燃料要素自体は、その核燃料とともに、この構造の反応度に影響を与える。それは、測定に対する作用を強化することとなる。
６．これに代わって、第二の測定に関する精度を改善するために、第二の検出器を複数配備することも可能であり、その際それらの並行して検出した計数結果を合算する。
７．更に、複数の測定位置において、複数の燃料要素を、同時に並行して測定するものと規定することができる。循環サイクル数を変更することなく、各測定に対して、複数の測定時間を提供可能であり、そのことは、通常測定の精度に有利に作用する。
８．基本的に、核分裂生成物のγ線は、その緩和により、時間とともに減少するが、励起された核分裂によるγ線は、それに影響されることはないので、有利には燃料要素が原子炉の炉心から出てからそれが測定されるまでの時間（中間時間）を延長することもできる。しかし、このことは、不利には費用のかかる構造的な変更又は都合の悪い原子炉操作を誘発することとなる。 Due to the short relaxation time of the fission products within the fuel element, the fission product gamma activity is clearly above that of normal fission. In order to ensure that the hard γ-ray effective signal does not overlap too much with the less active high-energy γ-ray activity of the fuel element fission products, multiple solutions individually or It can be applied in combination.
1. For the second measurement procedure, it is advantageous to use a detector that can operate at a very high count rate, i.e. has a very good time resolution and therefore has a small error even in a short measurement time. is there.
2. Furthermore, by deploying a shield between the detector and the fuel element, which acts as a high pass filter, especially with respect to energy, and thus has the effect of attenuating low energy gamma rays reaching the second detector, The ratio of high energy (hard) gamma rays to less high energy gamma rays can be corrected to increase hard radiation. Such a shield can be realized by a lead filter, for example.
3. In order to make the second measurement particularly accurate, the second detector is advantageously such that its optimum operating range is the radiation value emitted by the fuel element of interest (having advanced combustion). Adjust. However, this disadvantageously means that the radiation value for a fuel element that is not burning is clearly higher than the optimum operating range of the second detector. However, multiple steps can be taken to avoid the possibility of damaging the second detector. In particular, another shield can be provided that is suitable for preventing the second detector from being loaded when measuring fuel elements that are not burning. Otherwise, it disables the second detector when measuring fuel elements that are not burning, which can be realized especially easily by taking the first and second measurements in sequence. Can do.
4). The number of fission excited in the fuel element increases as the neutron flux (measurement flux) increases. Therefore, in order to direct as much thermal neutron flux as possible to the measurement position of the fuel element, the original reactor core is particularly suitable as the neutron source. However, basically, other neutron sources are also suitable.
5. Advantageously, the measuring position is surrounded by water. By doing so, the reactivity of the subcritical measurement structure is improved, so that as many neutrons released by fission as possible are used for another fission. The fuel element itself, as well as its nuclear fuel, affects the reactivity of this structure. It will strengthen the effect on the measurement.
6). Alternatively, in order to improve the accuracy related to the second measurement, it is possible to provide a plurality of second detectors, in which case the counting results detected in parallel are added together.
7). Furthermore, it can be defined that a plurality of fuel elements are measured simultaneously in parallel at a plurality of measurement positions. Multiple measurement times can be provided for each measurement without changing the number of circulation cycles, which favors the accuracy of normal measurements.
8). Basically, the fission product γ-rays decrease with time due to their relaxation, but the excited fission γ-rays are not affected by it, so the fuel element is advantageously in the reactor core. It is also possible to extend the time (intermediate time) from when it is taken out until it is measured. However, this disadvantageously induces costly structural changes or inconvenient reactor operations.

この発明にもとづく方法によって、燃料要素の燃焼度の尺度に関する非常に正確な情報（誤差が僅かに約１〜２％）を簡単に得ることができる。従って、この方法は、特に高温原子炉（ＨＴＲ）内を循環する燃料要素を原子炉の循環サイクルから取り出すべきか、或いは再び原子炉の炉心に戻すべきかの決定を行うのに適している。この場合、この方法は、有利には以下の通り、この決定を下すのを支援する。
ａ）燃料要素を、原子炉から取り出して、測定位置に移送する。
ｂ）その燃料要素を、熱中性子束に曝す。
ｃ）第一の検出器が、その燃料要素から放出されるγ線を検出する。
ｄ）所定の第一の限界値を上回った場合、その燃料要素を、直ぐに原子炉に再び送り、この限界値を下回った場合、この燃料要素に対して、ｅ）からｆ）の手順を続ける。
ｅ）第二の検出器が、燃料要素から放出される、１ＭｅＶを超える高エネルギーのγ線を検出する。
ｆ）所定の第二の限界値を上回った場合、その燃料要素を、原子炉に送り、この限界値を下回った場合、その燃料要素を、燃料要素の循環サイクルから取り出す。 With the method according to the invention, very accurate information on the measure of the burn-up of the fuel element can be obtained easily (with an error of only about 1-2%). This method is therefore particularly suitable for determining whether fuel elements circulating in a high temperature nuclear reactor (HTR) should be removed from the reactor circulation cycle or returned to the reactor core again. In this case, the method advantageously assists in making this determination as follows.
a) The fuel element is removed from the reactor and transferred to the measuring position.
b) Expose the fuel element to a thermal neutron flux.
c) A first detector detects gamma rays emitted from the fuel element.
d) If the predetermined first limit value is exceeded, the fuel element is immediately sent back to the reactor, and if it falls below this limit value, the procedure from e) to f) is continued for this fuel element. .
e) A second detector detects high energy gamma rays exceeding 1 MeV emitted from the fuel element.
f) If the predetermined second limit value is exceeded, the fuel element is sent to the reactor, and if it is below this limit value, the fuel element is removed from the circulation cycle of the fuel element.

以下において、実施例と図面を用いて、この発明の対象をより詳しく説明するが、それによって、この発明の対象が制限されるものではない。   Hereinafter, the subject matter of the present invention will be described in more detail with reference to examples and drawings. However, the subject matter of the present invention is not limited thereby.

ここでは、この発明による方法は、一つの装置において、以下の通り実施される。   Here, the method according to the invention is carried out in one apparatus as follows.

原子炉の炉心から取り出された測定対象の燃料要素６は、所定の測定位置１２に運ばれて、そこで熱中性子束２に曝される。燃料要素内では、燃焼度又は燃料要素６内に依然として含まれる核燃料に依存して、核分裂が起こり、その強度を、測定により検出する。この場合、測定量は、この測定により生じた核分裂生成物から核分裂反応直後に放出される硬い高エネルギーのγ線である（自然放射）。この場合、この硬いγ線のエネルギーは、燃料要素内に存在する核分裂生成物から放出されるγ線よりも平均して高いことを利用する。これによって、エネルギー選択型のγ測定器によって、硬い高エネルギーのγ線を検出することができる。好適な検出システムは、例えばそのエネルギー分解能が、それに対して十分である、高い時間分解能を持つ高分解能のシンチレーション計数管８である。   The fuel element 6 to be measured taken out from the core of the nuclear reactor is transported to a predetermined measurement position 12 where it is exposed to the thermal neutron flux 2. In the fuel element, depending on the burnup or the nuclear fuel still contained in the fuel element 6, fission occurs and its intensity is detected by measurement. In this case, the measured quantity is hard high energy γ-rays released from the fission product generated by this measurement immediately after the fission reaction (natural radiation). In this case, it is utilized that the energy of this hard gamma ray is higher on average than the gamma ray emitted from the fission product present in the fuel element. This makes it possible to detect hard high-energy γ-rays with an energy-selective γ-measuring device. A suitable detection system is, for example, a high-resolution scintillation counter 8 with a high temporal resolution, whose energy resolution is sufficient.

測定対象の硬いγ線の領域内に該当する、燃料要素内の核分裂生成物のγ線の僅かな高エネルギー成分は、測定対象の燃料要素のγ線全体が、同じく燃焼度に依存する、即ち同じ形態で生じるので、測定精度に大きな影響を与えること無く測定することができる。燃焼度が高い程、核燃料成分が少なくなり、測定による核分裂活動が小さくなり、硬いγ線が少なくなり、しかし燃料要素の活動度全体も小さくなる（測定方法としての燃料要素のγ線全体を簡単に測定する手段は、既に初めに述べた通り示されている）。   The slight high energy component of the fission product gamma rays in the fuel element, which falls within the region of the hard gamma ray being measured, is that the overall gamma ray of the fuel element being measured also depends on the burnup, i.e. Since it occurs in the same form, measurement can be performed without greatly affecting the measurement accuracy. The higher the burn-up, the less the nuclear fuel component, the less fission activity measured, the less hard gamma rays, but the less the overall activity of the fuel element (as a measurement method, the whole gamma ray of the fuel element is simplified) The means of measuring are already shown as described at the beginning).

この新しい方法の原理は、これまでに挙げた二つの特徴によって明らかにされている。この方法の主要な難点は、燃料要素のほんの短い緩和時間（典型的には２日）のために、そのγ線活動度が非常に大きく（妨害信号）、この信号と比べて、有効信号としての硬いγ線は、完全に背景に隠れてしまうことである。それにも係らず、前述した所望の測定精度を達成するためには、即ち短い測定時間で、計数の統計から十分に多くの数の有効計数を集積するためには、この方法の以下における別の特徴が、同じく非常に重要である。   The principle of this new method is clarified by two features mentioned so far. The main drawback of this method is that due to the very short relaxation time of the fuel element (typically 2 days), its gamma activity is very large (interfering signal) and compared to this signal as an effective signal The hard γ rays are completely hidden in the background. Nevertheless, in order to achieve the desired measurement accuracy described above, that is, in order to accumulate a sufficiently large number of valid counts from the statistics of the counts in a short measurement time, another method is described below. Features are also very important.

非常に高い計数率で処理可能である、即ち非常に良好な時間分解能を有するγ線測定器８（第二の検出器）を使用する。この測定機器８と測定対象の燃料要素６間に有るシールド１０を、この測定機器が、燃焼が進んだ燃料要素、即ち放射が比較的弱い燃料要素において、ほぼその最大計数能力範囲で動作するように設計する。この場合、この第二の測定器８では、もはや放射がより強く、まだ十分に燃焼が進んでいない燃料要素を測定することはできない。しかし、これらは、既に記載した組み合わせ方法の範疇において、第一の測定器１１を用いた簡単なγ線測定によって識別されている。   A γ-ray measuring device 8 (second detector) that can be processed with a very high count rate, ie has a very good time resolution, is used. The shield 10 between the measuring device 8 and the fuel element 6 to be measured is operated so that the measuring device operates in the maximum counting capacity range of the fuel element in which combustion has progressed, that is, the fuel element having relatively weak radiation. To design. In this case, the second measuring device 8 can no longer measure fuel elements that are no longer intensely radiated and that are not yet fully combusted. However, these are identified by simple gamma ray measurement using the first measuring instrument 11 in the category of the combination method already described.

燃料要素６と測定機器８（第二の検出器）の間に必要なシールド１０は、エネルギーフィルターとして出来る限り大きな作用を達成する（有利には硬いγ線を通過させる）ために、鉛で実現されている。   The necessary shield 10 between the fuel element 6 and the measuring device 8 (second detector) is realized with lead in order to achieve the greatest possible effect as an energy filter (advantageously passing hard gamma rays) Has been.

この測定に関する核燃料の消費は、測定時間が短いために、中性子束（測定フラックス）が非常に高い場合でも、完全に無視することができる。従って、この方法の測定精度を良くするためには、出来る限り高い測定フラックスで処理可能であることである。そのために、外部の中性子源を使用せずに、有利には中性子供給源として、原子炉の炉心自身を使用する。それには、原子炉は、研究用試験炉、例えばユーリッヒ研究所のＤＩＤＯ炉と同様に、「熱中性子柱」２、即ち出来る限り原子炉の炉心中心の高さで、半径方向に連続して延び、出来る限り原子炉容器によってのみ中断される、側方の反射体と生体シールドの外面との間に有る黒鉛接続体を有する。この黒鉛体の外側前面の直前に、測定位置１２が有る。更に、この測定位置１２は、有利には水４によって取り囲まれている。そうすることによって、臨界未満の測定構造の反応度が、高められて、核分裂によって放出された中性子が、出来る限り多く別の核分裂に利用されることとなる。測定対象の燃料要素自体は、その核燃料成分とともに、この構造の反応度に影響を与える。それは、測定に対する作用を強化することとなる。   The nuclear fuel consumption for this measurement can be completely ignored even if the neutron flux (measurement flux) is very high due to the short measurement time. Therefore, in order to improve the measurement accuracy of this method, it is possible to process with as high a measurement flux as possible. For this purpose, the reactor core itself is preferably used as a neutron source without using an external neutron source. To do this, the reactor extends continuously in the radial direction at the height of the “thermal neutron column” 2, i. It has a graphite connection between the side reflector and the outer surface of the biological shield, interrupted only by the reactor vessel as much as possible. There is a measurement position 12 immediately before the outer front surface of the graphite body. Furthermore, this measuring position 12 is preferably surrounded by water 4. By doing so, the reactivity of the subcritical measurement structure is increased, and as much neutrons released by fission are used for another fission as much as possible. The fuel element itself to be measured, together with its nuclear fuel component, affects the reactivity of this structure. That will strengthen the effect on the measurement.

実際の実施形態に関して、測定位置１２は、有利には球体装入設備３の構造物内に収納されており、いずれにせよ、そこに球体が留め置かれる。この場合には、特に球体移送転換器が適しており、それを用いて、測定済みの球体を所望の行き先（球体を積み上げるか、球体を回収するか）に振り分けるものである。更に、この移送転換器を（「熱中性子柱」の前で）原子炉の炉心中心の高さに配置することは、球体排出管の下方の終端領域から球体を積み上げるための一本の運搬用移送管（又は複数の移送管）の上方の転回点までの球体の高さ方向における長い移送路を二つの部分区間に分けることとなり、そのようにして個々の圧力による球体移送工程を小さい移送用ガス圧とガス量で済ますとい利点を提供する。   With respect to the actual embodiment, the measuring position 12 is advantageously housed in the structure of the sphere charging equipment 3, in which case the sphere is retained. In this case, a sphere transfer converter is particularly suitable, and is used to distribute the measured sphere to a desired destination (whether the sphere is stacked or the sphere is collected). Furthermore, placing this transfer converter (in front of the “thermal neutron column”) at the height of the core of the reactor is a single transport for stacking the spheres from the terminal area below the sphere discharge pipe. The long transfer path in the height direction of the sphere up to the turning point above the transfer pipe (or multiple transfer pipes) will be divided into two partial sections, so that the sphere transfer process with individual pressures is for small transfers Offering the advantage of gas pressure and gas volume.

測定構造全体には、測定構造を取り囲む生体シールド５、並びに別のγ線検出器１１が付属している。この検出器は、それが、（例えば、炉心を通過した後の）燃焼が進んでいない燃料要素の場合に、測定位置１２において高い計数率で動作するように配置されている。この検出器１１を用いて、初めに述べた組み合わせ方法の範疇において、そのγ線活動度に関して、測定位置を通過するすべての燃料要素（及びそれ以外の球体）を測定する。この検出器１１の測定結果が、所定の限界値を上回った場合、測定した燃料要素は、未だ十分に燃焼しておらず、第二の測定を更に待つことなく、原子炉の炉心に移送して戻される。また、限界値を下回った場合、検出器８を用いた燃料要素の測定が終了するまで待たされて、その後ようやく、球体の行き先（回収するか、移送して戻すか）が決まる。これは、またもや測定結果を別の限界値と比較することによって行われる。限界値を下回った場合、燃料要素は回収される。   A living body shield 5 surrounding the measurement structure and another γ-ray detector 11 are attached to the entire measurement structure. The detector is arranged so that it operates at a high count rate at the measurement location 12 in the case of a fuel element that is not burning (eg after passing through the core). Using this detector 11, in the category of the combination method described at the beginning, all the fuel elements (and other spheres) passing through the measurement position are measured with respect to the gamma ray activity. If the measurement result of the detector 11 exceeds a predetermined limit value, the measured fuel element is not yet sufficiently burned and transferred to the reactor core without waiting for the second measurement. Returned. Further, when the value is below the limit value, the process waits until the measurement of the fuel element using the detector 8 is completed, and finally the destination of the sphere (whether it is recovered or transferred back) is determined. This is again done by comparing the measurement result with another limit value. If below the limit value, the fuel element is recovered.

これらの二つの限界値は、多数（例えば３００個）の前もって測定した燃料要素による測定結果の度数分布から算出することができる。この数は、その分布曲線より下の面積に等しい。限界値を算出するために、測定値目盛上で、分布曲線下の面積を所定の数値比率に分ける数値を求める。例えば、測定したすべての燃料要素の中の２０％を、第二の検出器８を用いても測定するものと規定した場合、第一の検出器１１の測定結果の分布曲線下の面積を２：８の比率で分けるようにする。この場合、すべての測定結果の中の２０％は、第一の限界値以下に有る。ここで、更に原子炉は１：１０の運転方式で動作する、即ち新しく供給される燃料要素につき、１０回循環させるものと、従って（いずれにせよ、期限をより長くした方法においても）１０回循環した燃料要素の中の一つを回収しなければならいと、即ち回収率が１０％であると仮定した場合、第二の検出器８による測定結果の度数分布において、分布曲線下の面積を同じ大きさに二分する値を求める。測定結果が、この第二の限界値以下に該当する燃料要素を回収する。この場合、１：１０の運転方式で求められるものと同じく、回収率は１０％である。度数分布及びそれを用いた限界値計算も、各燃料要素の測定後に更新することができる。原子炉の出力が変化した場合、測定結果は、その処理前に、新しい出力のそれ以前の出力に対する比率を乗算される。   These two limit values can be calculated from the frequency distribution of the measurement results of a large number (for example, 300) of fuel elements measured in advance. This number is equal to the area under the distribution curve. In order to calculate the limit value, a numerical value for dividing the area under the distribution curve into a predetermined numerical ratio is obtained on the measurement value scale. For example, when it is defined that 20% of all measured fuel elements are measured using the second detector 8, the area under the distribution curve of the measurement result of the first detector 11 is 2 : Divide by 8 ratio. In this case, 20% of all measurement results are below the first limit value. Here, further, the reactor operates in a 1:10 mode of operation, i.e. 10 cycles per newly supplied fuel element, and therefore 10 times (in any case, even in a longer deadline manner). If one of the circulated fuel elements has to be recovered, that is, assuming that the recovery rate is 10%, the area under the distribution curve in the frequency distribution of the measurement result by the second detector 8 is Find a value that bisects the same size. The fuel element whose measurement result falls below the second limit value is recovered. In this case, the recovery rate is 10%, as is the case with the 1:10 driving method. The frequency distribution and the limit value calculation using the frequency distribution can also be updated after measurement of each fuel element. When the reactor power changes, the measurement results are multiplied by the ratio of the new power to the previous power before processing.

第二の検出器１０が、電源投入状態において、γ線による過飽和のために、損傷を受ける可能性がある場合、有利には二つの測定を並行して開始するのではなく、先ずは第一の検出器１１を用いて、γ線だけを測定する。その測定結果が第一の限界値を下回った場合のみ、例えば第二の検出器８の動作電圧を投入する。   If the second detector 10 can be damaged in the power-up state due to supersaturation by gamma radiation, it is advantageous not to start two measurements in parallel, Using the detector 11, only γ rays are measured. Only when the measurement result falls below the first limit value, for example, the operating voltage of the second detector 8 is turned on.

また、必ずしも図示した通りに、測定構造を生体シールド１の前に配置する必要があるという訳ではないことを補足したい。それは、生体シールドの窪み内に収容することも可能である。そうすることによって、「熱中性子柱」が短縮されるとともに、測定フラックス２がより大きくなる。その上に、場合によっては、原子炉の圧力容器の外側で直に測定することができる。その場合、当然のことながら、第二の検出器８は、より強く原子炉の炉心によるγ線に曝されることとなる。しかし、より高い測定フラックス２は、この方法の精度のためには重要であり、その場合、一定のバックグラウンドでのγ線が測定されることを、それが支配的でない限り甘受しなければならない可能性がある。   Further, it is desirable to supplement that the measurement structure does not necessarily need to be arranged in front of the living body shield 1 as illustrated. It can also be housed in a recess in the biological shield. By doing so, the “thermal neutron column” is shortened and the measurement flux 2 becomes larger. In addition, in some cases, measurements can be taken directly outside the reactor pressure vessel. In this case, as a matter of course, the second detector 8 is more strongly exposed to γ rays from the reactor core. However, a higher measurement flux 2 is important for the accuracy of this method, in which case it must be accepted that γ rays in a certain background are measured unless it is dominant. there is a possibility.

この発明による方法を実施するための装置の一つの実施構成の水平断面図。1 is a horizontal sectional view of one implementation of an apparatus for carrying out the method according to the present invention.

符号の説明Explanation of symbols

１ 原子炉（生体シールドの外面）
２ 熱中性子束を伴う熱中性子柱（黒鉛）
３ 球体用導管
４ 水タンク
５ 生体シールド
６ 測定位置における燃料要素
７ 検出器の交換用パッキン
８ 高い時間分解能を持つ、エネルギー選択型の第二のγ線検出器
９ 計数処理への接続ケーブル
１０ 例えば鉛から成る、検出器シールド及びエネルギーフィルター
１１ 第一のγ線検出器
１２ 燃料要素の測定位置への固定器を有する（模式的な）循環設備の構成部品 1 Reactor (external surface of biological shield)
2 Thermal neutron column with thermal neutron flux (graphite)
3 Pipe for sphere 4 Water tank 5 Bio shield 6 Fuel element at measurement position 7 Packing for replacement of detector 8 Energy-selective second gamma ray detector with high time resolution 9 Connection cable for counting process 10 For example Detector shield and energy filter made of lead 11 First gamma ray detector 12 Components of a (schematic) circulation facility with a fixing to the measurement position of the fuel element

Claims (23)

燃料要素の燃焼度の相対的な量を測定する方法であって、
ａ）燃料要素６を原子炉から取り出して、測定位置１２に移送する手順と、
ｂ）その燃料要素６を、中性子束２に曝す手順と、
ｃ）検出器８が、その燃料要素から放出される、１ＭｅＶを超える高エネルギーのγ線の相対的な量を検出する手順と、
を有する方法。 A method for measuring the relative amount of burn-up of a fuel element, comprising:
a) a procedure for removing the fuel element 6 from the reactor and transferring it to the measuring position 12;
b) exposing the fuel element 6 to the neutron flux 2;
c) a procedure in which the detector 8 detects the relative amount of high energy gamma rays exceeding 1 MeV emitted from the fuel element;
Having a method. 手順ｃ）の前に、第一の検出器１１が、燃料要素から放出されるγ線の相対的な量を検出する請求項１に記載の方法。   The method of claim 1, wherein prior to step c), the first detector 11 detects the relative amount of gamma rays emitted from the fuel element. 第一の検出器１１が検出したγ線の測定値が、所定の第一の限界値を下回った場合に、初めて手順ｃ）を行う請求項２に記載の方法。   The method according to claim 2, wherein the procedure c) is performed for the first time when the measured value of γ rays detected by the first detector 11 falls below a predetermined first limit value. 第二の検出器８が、燃料要素から放出される、２ＭｅＶを超える高エネルギーのγ線の相対的な量を検出する請求項１から３までのいずれか一つに記載の方法。   4. A method as claimed in any one of claims 1 to 3, wherein the second detector 8 detects the relative amount of high energy gamma rays exceeding 2 MeV emitted from the fuel element. 計数率が少なくとも１０7 ／秒、特に少なくとも１０8 ／秒である第二の検出器８を使用する請求項１から４までのいずれか一つに記載の方法。 5. The method as claimed in claim 1, wherein the second detector 8 has a counting rate of at least 10 < 7 > / sec, in particular at least 10 <8 > / sec. 第二の検出器８として、シンチレーション計数管を使用する請求項１から５までのいずれか一つに記載の方法。   The method according to claim 1, wherein a scintillation counter is used as the second detector 8. 測定位置１２と検出器８の間に、シールドを配備する請求項１から６までのいずれか一つに記載の方法。   The method according to claim 1, wherein a shield is provided between the measuring position 12 and the detector 8. 測定位置１２と検出器８の間に、シールドとして鉛フィルターを配備する請求項７に記載の方法。   The method according to claim 7, wherein a lead filter is provided as a shield between the measurement position and the detector. 第一の検出器１１が、燃料要素２のγ線を、少なくとも２秒以内で検出する請求項１から８までのいずれか一つに記載の方法。   The method according to any one of claims 1 to 8, wherein the first detector 11 detects the gamma rays of the fuel element 2 within at least 2 seconds. 第二の検出器８が、燃料要素６の高エネルギーのγ線を、少なくとも３０秒以内、特に少なくとも１０秒以内で検出する請求項１から９までのいずれか一つに記載の方法。   10. A method as claimed in claim 1, wherein the second detector (8) detects the high energy gamma rays of the fuel element (6) within at least 30 seconds, in particular within at least 10 seconds. 測定位置において、燃料要素６が、水で取り囲まれている請求項１から６までのいずれか一つに記載の方法。   7. The method according to claim 1, wherein in the measuring position the fuel element is surrounded by water. 第一のγ線測定に関する第一の限界値を、原子炉の運転方式に適合した割合の燃料要素が、この限界値を下回るように規定する請求項３から１１までのいずれか一つに記載の方法。   12. The first limit value for the first gamma ray measurement is defined in any one of claims 3 to 11 such that a proportion of fuel elements that are adapted to the operating mode of the reactor is below this limit value. the method of. 第一のγ線測定に関する第一の限界値を、原子炉の運転方式が１：１０の場合に、燃料要素の中の最大で２０％、特に最大で１５％が、この限界値を下回るように規定する請求項３から１２までのいずれか一つに記載の方法。   The first limit value for the first gamma ray measurement is such that when the reactor operating mode is 1:10, a maximum of 20%, especially a maximum of 15% of the fuel elements will be below this limit value. 13. A method according to any one of claims 3 to 12 as defined in. 検出器８が検出した高エネルギーのγ線の測定値が、所定の第二の限界値を下回った場合に、燃料要素６を原子炉の循環サイクルから取り出す請求項１から１３までのいずれか一つに記載の方法。   14. The fuel element 6 is removed from the circulation cycle of the reactor when the measured value of the high energy gamma ray detected by the detector 8 falls below a predetermined second limit value. The method described in one. 第二の測定に関する第二の限界値を、すべての測定した燃料要素の中の原子炉の運転方式に適合した割合の燃料要素が、この限界値を下回るように規定する請求項１４に記載の方法。   15. The second limit value for the second measurement is defined such that the proportion of fuel elements in all measured fuel elements that are compatible with the operating mode of the reactor is below this limit value. Method. 第二の測定に関する第二の限界値を、原子炉の運転方式が１：１０の場合に、すべての測定した燃料要素の中の最大で１５％、特に最大で１０％が、この限界値を下回るように規定する請求項１３又は１４に記載の方法。   The second limit value for the second measurement is a maximum of 15%, especially a maximum of 10% of all measured fuel elements when the reactor operating mode is 1:10. 15. A method according to claim 13 or 14, wherein the method is defined as below. 請求項１から１６までのいずれか一つに記載の方法を実施する装置であって、
ａ）熱中性子束２を発生する中性子源と、
ｂ）測定対象の燃料要素を固定して、その燃料要素を熱中性子束に曝すための測定位置１２と、
ｃ）この測定位置に配置した燃料要素６から放出される高エネルギーのγ線６を測定することができる検出器８と、
を有する装置。 An apparatus for performing the method according to any one of claims 1 to 16, comprising:
a) a neutron source for generating a thermal neutron flux 2;
b) a measurement position 12 for fixing the fuel element to be measured and exposing the fuel element to a thermal neutron flux;
c) a detector 8 capable of measuring high-energy gamma rays 6 emitted from the fuel element 6 arranged at this measurement position;
Having a device. 更に、測定位置に配置した燃料要素６から放出されるγ線６を測定することができる第一の検出器１１を有する請求項１７に記載の装置。   The apparatus according to claim 17, further comprising a first detector 11 capable of measuring gamma rays 6 emitted from the fuel element 6 arranged at the measurement position. 測定位置１２と第二の検出器８の間に、シールド１０を有する請求項１７又は１８に記載の装置。   19. A device according to claim 17 or 18, comprising a shield (10) between the measuring position (12) and the second detector (8). シールド１０として、鉛フィルターを有する請求項１９に記載の装置。   The apparatus according to claim 19, comprising a lead filter as the shield 10. 第二の検出器８として、シンチレーション計数管を有する請求項１７から２０までのいずれか一つに記載の装置。   21. The apparatus according to claim 17, further comprising a scintillation counter as the second detector. 計数率が少なくとも１０7 ／秒、特に少なくとも１０8 ／秒である第二の検出器８を有する請求項１７から２０までのいずれか一つに記載の装置。 21. Device according to claim 17, comprising a second detector 8 having a counting rate of at least 10 < 7 > / sec, in particular at least 10 <8 > / sec. 測定位置１２が、少なくとも部分的に水で取り囲まれている請求項１７から２０までのいずれか一つに記載の装置。   21. Apparatus according to any one of claims 17 to 20, wherein the measuring position 12 is at least partially surrounded by water.
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